核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

压水堆事故期间不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的贡献

事故期间安全壳内的辐射水平是堆芯损伤评价和进行防护决策的重要依据,计算不同堆芯状况下安全壳内辐射监测仪表示值是应用该方法的前提条件.文章比较了正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯熔化状况下不同核素对安全壳内辐射监测仪表示值的相对贡献.在安全壳内无喷淋情况下,安全壳内辐射监测仪表示值主要来自碘和惰性气体;安全壳内有喷淋情况下的辐射监测仪表示值主要来自于惰性气体.     

CPR1000核岛ECCS设计优化

在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。     

核事故早期可防止剂量的计算

本文介绍了一种事故早期可防止剂量的计算方法，分析讨论了时间，空间，环境和不同防护行动之间相互作用等对防护行动实施效果有主要影响的因素；通过计算不采取任何防护行为时所受到的剂量与采取防护行动后的剂量之差得到可防止剂量，将其与国际原子能机构建议采用的通用干预水平进行比较，可得到应采取紧急防护行为的区域，同时也可以为进一步的防护决策最优化提供剂量数据。该方法已经应用在广东省核事故场外后果预测评价系统（GNARD2．0）和秦山地区环境核事故后果评价系统（QS－NUCAS1．0）之中。     

双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论：（1）事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。（2）大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR．G．1．4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR．G．1．145描述的概率论方法进行估算。（3）场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。     

安全壳在事故情况下的完整性分析

现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。     

核电厂严重事故后安全壳压力的测量方法

在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。     

用不同程序及计算方法对安全壳负压差的计算比较

目前，我们对安全壳在事故情况下的压力、温度的瞬变过程的计算可用ＣＯＮＴＥＭＰＴ－ＬＴ／０２８和ＰＡＲＥＯ８两个程序来进行，对安全壳在事故情况下的负压差的计算可用两种计算方法。本文用两个程序及两种计算方法对秦山核电二期工程安全壳的负压差进行计算比较，使我们在以后的计算中方便地选择计算程序和方法。     

EPR堆芯严重事故下安全壳内的辐射屏蔽计算

MCNP程序可以从粒子输运、扩散方程的角度来模拟计算堆芯在严重事故下安全壳内的辐射剂量水平。文章以EPR堆芯为例,采用MCNP 5程序及其核数据库CCC-710建立了精确的三维蒙特卡罗模型,在此基础上对EPR严重事故下安全壳内的辐射剂量率进行了计算分析,为判断堆芯情况和制定应急防护行动提供了数据参考。     

安全壳冷却系统蒸汽冷凝传热研究综述

为保证事故条件下核电厂安全壳的完整性,新一代核电厂广泛采用安全壳冷却系统对事故中释放的蒸汽进行冷却,达到持续稳定导出堆芯蓄热与衰变余热的目的。含不凝性气体（空气、氢气等）的蒸汽在安全壳换热壁面上的冷凝传热成为疏导安全壳内部热量的重要手段。本工作对核电厂事故条件下含不凝性气体蒸汽的冷凝传热进行综述研究,深入全面分析传热过程,提出针对性意见,为核电厂安全壳冷却系统的热工水力研究奠定了基础。     

MELCOR/MACCS simulation of the TMI-2 severe accident and initial recovery phases, off-site fission product release and consequences

MELCOR has become the preferred code of the Swiss nuclear industry and of PSI for severe accident analysis, on account of its integrated systems-level approach and validation against experiments and more detailed codes, while MACCS is commonly used by safety authorities for independent assessment of off-site consequences, in particular health effects. The present work arises out of a programme to assess MELCOR independently using empirical data consistent with the recommendations of the OECD/CSNI validation matrix for core degradation codes. The MELCOR 1.8.5RD calculations are based on a model for phases 1 and 2 provided by the code developers but with a simplified thermal hydraulic noding in certain regions and the inclusion of a simple representation of the fission product release and transport pathways. The model has also been extended to simulate phases 3, 4, and the continuing initial period of core recovery and stabilisation. These calculations are a first attempt to demonstrate a MELCOR–MACCS capability to simulate the whole plant accident sequence beyond phase 4, including the containment response and off-site consequences arising from fission product release from the containment. Emphasis is placed on the overall accident evolution and whole plant response, rather than the detailed behaviour. Results are compared with observed and deduced data for the major accident signatures and rough estimates for exposure based on off-site monitoring. The results provide a good basis for the NPP analysis foreseen.     

核电厂严重事故早期场外应急防护行动决策的某些指导原则

本文对核电厂严重事故早期场外护护行动决策的某些指导原则作了阐述和讨论指出了了解这些原则对于恰当和适时地作出决策可能是最重要的。     

严重事故条件下安全壳响应模拟研究

压水堆核电厂发生严重事故期间,从主系统释放的蒸汽、氢气以及下封头失效后进入安全壳的堆芯熔融物均对安全壳的完整性构成威胁。以国内典型二代加压水堆为研究对象,采用MAAP程序进行安全壳响应分析。选取了两种典型的严重事故序列：热管段中破口叠加设备冷却水失效和再循环高压安注失效,堆芯因冷却不足升温熔化导致压力容器失效,熔融物与混凝土发生反应（MCCI）,安全壳超压失效;冷管段大破口叠加再循环失效,安全壳内蒸汽不断聚集,发生超压失效。通过对两种事故工况的分析,证实了再循环高压安注、安全壳喷淋这两种缓解措施对保证安全壳完整性的重要作用。     

应急设施可居留性分析的严重事故源项初步探讨

以先进压水堆核电厂为对象,开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项分析方案研究,覆盖了堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途径等。结合非能动安全壳冷却系统的特征,重点研究了安全壳可能的失效行为,论证了安全壳在事故后24h和72h失效工况的辐射影响。结果表明:两种工况放射性释放水平均达到了INES(国际核事件分级)第6级的水平,属于比较严重的核事故;133 Xe、131I为主导核素组的主导核素,所释放的133 Xe介于WASH-1400中PWR2~PWR4之间的水平,131I介于PWR5~PWR6之间水平。同时,以国内某沿海厂址为例,评价了两种工况下应急指挥中心(EOF)工作人员的有效剂量,均可满足100mSv的剂量限值要求。     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。     

AP1000核电厂烟羽应急计划区划分初步研究

应急计划区的划分是核电厂应急计划制定中的重要内容之一。第三代核电机组AP1000应急计划区的划分研究,对其应急计划和应急准备工作具有十分重要的意义。首先介绍了应急计划区划分的一般方法以及我国相关法规的要求;然后以某滨海厂址为例,根据现阶段AP1000事故源项的研究结果和该厂址的气象观测数据,使用PAVAN和MACCS程序对相应的事故后果进行计算;最后结合相应的准则对计算结果进行分析和评价。初步的研究结果表明,AP1000核电厂取半径3km范围作为烟羽应急计划区的内区、半径7km范围作为烟羽应急计划区的外区是合适的。     

后处理厂应急操作干预水平分析与计算

操作干预水平是依据防护最优化原则制定的,它是以环境监测数据来实施响应行动,使防护行动满足实际应急需求。因此操作干预水平作为事故应急响应的重要依据,是后处理厂应急预案中关键一环。本文根据后处理厂操作干预水平制定的特点,分别采用以可避免剂量和预期剂量导出操作干预水平的两种方法,计算后处理厂操作干预水平。其中采用可避免剂量作为隐蔽、撤离的防护行动准则,计算得到后处理厂严重事故操作干预水平OIL₁计算结果数值很小,在常用γ剂量率仪的探测限以下。以俄罗斯Tomsk红油爆炸事故源项为例,使用可避免剂量导出操作干预水平的计算方法,得到了操作干预水平OIL₁、OIL₂和OIL₃的值,可以为后处理厂场外公众防护行动提供指导,完善后处理厂应急准备和管理。     

陆上小型堆烟羽应急计划区划分初步研究

小型堆烟羽应急计划区(EPZ)大小作为其市场推广和应用的重要外部约束条件之一,意味着制定合适的划分准则和确立其大小范围具有十分重大的意义。结合现行大堆烟羽应急计划区(EPZ)的划分准则,本文分析了国内外小型堆烟羽应急计划区(EPZ)划分方法,提出陆上小型堆采用剂量/距离的划分方法。在研究中,基于MAAP程序对某小型堆进行建模计算,从中得出了较为合理的机理性应急源项;并通过大气扩散计算软件MACCS程序进行烟羽应急计划区(EPZ)计算;同时对厂址差异进行相关的灵敏性分析。     

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价,本文从简化事故后场外应急的角度,提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件,推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析,结果表明,漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则,能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。     

严重事故下核电站安全壳内氢气分布及控制分析

使用安全壳分析程序CONTAIN计算分析了百万千瓦级压水堆核电站严重事故下安全壳内的氢气浓度分布.分别对一回路冷段大破口失水(LB-LOCA)叠加应急堆芯冷却系统(ECCS)失效(不包括非能动的安注箱)事故和全厂断电(SBO)叠加汽轮机驱动的应急给水泵失效事故两个严重事故序列进行了计算.计算结果表明,不同严重事故下,安全壳各隔间对氢气控制系统的要求不同.氢气控制系统的设计必须满足不同事故下的法规要求,提高电站的安全性.